Neutronics design and radiological aspects of HiPER facilities

En este trabajo se han cubierto diferentes asuntos del diseño neutrónico de los aspectos radiológicos de las dos instalaciones del proyecto HiPER. El proyecto HiPER es un proyecto europeo concebido en el marco del programa ESFRI (European Scientific Facilities Research Infrastructure). Está destinado al desarrollo de la energía de fusión nuclear inercial mediante el uso de láseres y el esquema iluminación directa. Consecuentemente, se trata de una instalación con fines exclusivamente civiles. Se divide en dos fases, correspondientes con dos instalaciones: HiPER Engineering y HiPER Reactor. La instalación HiPER Engineering desarrollará las tecnologías implicadas en la ignición de alta repetición de cápsulas de DT por iluminación directa. El HiPER Reactor será una planta demostradora que produzca electricidad haciendo uso de las tecnologías desarrolladas durante la fase HiPER Engineering. El HiPER Engineering se centrará en las tecnologías relevantes para las igniciones a alta repetición de cápsulas de DT usando la iluminación directa. El principal esfuerzo de desarrollo tecnológico se hará en todos los asuntos directamente relacionados con la ignición: láseres, óptica, inyector, y fabricación masiva de cápsulas entre otros. Se espera una producción de entre 5200 MJ/año y 120000 MJ/año dependiendo del éxito de la instalación. Comparado con la energía esperada en NIF, 1200 MJ/año, se trata de un reto y un paso más allá en la protección radiológica. En este trabajo se ha concebido una instalación preliminar. Se ha evaluado desde el punto de vista de la protección radiológica, siendo las personas y la óptica el objeto de protección de este estudio. Se ha establecido una zonificación durante la operación y durante el mantenimiento de la instalación. Además, se ha llevado a cabo una evaluación de la selección de materiales para la cámara de reacción desde el punto de vista de gestión de residuos radiactivos. El acero T91 se ha seleccionado por, siendo un acero comercial, presentar el mismo comportamiento que el acero de baja activación EUROFER97 al evaluarse como residuo con el nivel de irradiación de HiPER Engineering. Teniendo en cuenta los resultados obtenidos para la instalación preliminar y las modificaciones de la instalación motivadas en otros campos, se ha propuesto una instalación avanzada también en este trabajo. Un análisis más profundo de los aspectos radiológicos, así como una evaluación completa de la gestión de todos los residuos radiactivos generados en la instalación se ha llevado a cabo. La protección radiológica se ha incrementado respecto de la instalación preliminar, y todos los residuos pueden gestionarse en un plazo de 30 sin recurrir al enterramiento de residuos. El HiPER Reactor sera una planta demostradora que produzca electricidad basada en las tecnologías de ignición desarrolladas durante la fase HiPER Engineering. El esfuerzo de desarrollo tecnológico se llevará a cabo en los sistemas relacionados con la generación de electricidad en condiciones económicas: manto reproductor de tritio, ciclos de potencia, vida y mantenimiento de componentes, o sistemas de recuperación de tritio entre otros. En este trabajo la principal contribución a HiPER Reactor está relacionada con el diseño de la cámara de reacción y sus extensiones en la planta. La cámara de reacción es la isla nuclear más importante de la planta, donde la mayoría de las reacciones nucleares tienen lugar. Alberga la primera pared, el manto reproductor de tritio y la vasija de vacío. Todo el trabajo realizado aquí ha pivotado en torno al manto reproductor de tritio y sus interacciones con el resto de componentes de la planta. Tras una revisión profunda de la bibliografía de los diseños recientes de cámaras de reacción con características similares a HiPER Reactor, se ha propuesto y justificado un esquema tecnológico innovador para el manto reproductor de tritio. El material fértil selecconado es el eutéctico 15.7 at.% Litio – 84.3 at.% Plomo, LiPb, evitando el uso de berilio como multiplicador neutrónico mientras se garantiza el ajuste online de la tasa de reproducción de tritio mediante el ajuste en el enriquecimiento en 6Li. Aunque se podría haber elegido Litio purom el LiPb evita problemas relacionados con la reactividad química. El precio a pagar es un reto materializado como inventario radiactivo de Z alto en el lazo de LiPb que debe controlarse. El material estructural seleccionado es el acero de baja activación EUROFER97, que estará en contacto directo con le LiPb fluyendo a alta velocidad. En este esquema tecnológico, el LiPb asegurará la autosuficiente de tritio de la planta mientras el propio LiPb extrae del manto el calor sobre él depositado por los neutrones. Este esquema recibe el nombre de manto de Litio-Plomo auto-refrigerado (SCLL por sus siglas en inglés). Respecto de los conceptos SCLL previos, es destacable que nos e requieren componentes del SiC, puesto que no hay campos magnéticos en la cámara de reacción. Consecuentemente, el manto SCLL propuesto para HiPER presenta riesgo tecnológicos moderados, similares a otros dispositivos de fusión magnética, como el HCLL, e incluso inferiores a los del DCLL, puesto que no se require SiC. Los retos que se deben afrontar son el control del inventario de Z alto así como las tasas de corrosión derivadas de la interacción del LiPb con el EUROFE97. En este trabajo se abordan ambos aspectos, y se presentan los respectivos análisis, junto con otros aspectos neutrónicos y de activación, tales como la protección de la vasija de vacío por parte del material fértil para garantizar la resoldabilidad de por vida en la cara externa de la vasija. También se propone y se estudio un ciclo de potencia de Brayton de Helio para dos configuraciones diferentes de refrigeración del sistema primera pared-manto reproductor. Las principales conclusiones de estos estudios son: i) el inventario de Z alto puede controlarse y es comparable al que se encuentra en dispositivos de fusión similares, ii)la vasija de vacío requiere una mayor protección frente a la radiación neutrónica y iii) las tasas de corrosión son demasiado altas y la temperatura media de salida del LiPb es demasiado baja. Tiendo en cuenta estos resultados juntos con otras consideraciones relacionadas con el mantenimiento de componentes y la viabilidad constructiva, se ha propuesto una evolución de la cámara de reacción. Las evoluciones más destacables son la introducción de un reflector neutrónico de grafito, la modificación de la configuración de la óptica final, la forma y el tamaño de la cámara de vacío y una nueva subdivisión modular del manto. Se ha evaluado desde el punto de vista neutrónico, y su análisis y posterior evolución queda fuera del objeto de este trabajo. Los códigos utilizados en este trabajo son: CATIA para la generación de geometrías 3D complejas MCAM para la traducción de archivos de CATIA a formato de input de MCNP MCNP para el transporte de la radiación (neutrones y gammas) y sus respuestas asociadas ACAB para la evolución del inventario isotópico y sus respuestas asociadas MC2ACAB para acoplar MCNP y ACAB para el cómputo de dosis en parada usando la metodología R2S basada en celda. Moritz para visualizar los reultados de MCNP FLUENT para llevar a cabo cálculos de fluido-dinámica Para llevar a cabo este trabajo, han sido necesarias unas destrezas computacionales. Las más relevantes utilizadas son: generación de geometrás 3D complejas y transmisión a MCNP, diferentes tñecnica de reducción de varianza como importancia por celdas y weight windows basado en malla, metodología Rigorous-two-Steps basada en celdas para el cálculo de dosis en parada y la modificación del código ACAB para el cálculos con múltiples espectros en la misma simulación. Como resumen, la contribución de este trabajo al proyecto HiPER son dos diseños conceptuales de instalación: una para HiPER Engineering y otra para HiPER Reactor. La primera se ha estudio en profundidad desde el punto de vista de protección radiológica y gestión de residuos, mientras que la segunda se ha estudiado desde el punto de vista de operación: seguridad, comportamiento, vida y mantenimiento de componentes y eficiencia del ciclo de potencia.

Advances in neutronics and radiological protection of HiPER 4a

The HiPER project, phase 4a, is evolving. In this study we present the progress made in the field of neutronics and radiological protection for an integrated design of the facility. In the current model, we take into account the optical systems inside the target bay, as well as the remote handling requirements and related infrastructure, together with different shields. The last reference irradiation scenario, consisting of 20 MJ of neutron yields, 5 yields per burst, one burst every week and 30 years of expected lifetime is considered for this study. We have performed a characterization of the dose rates behavior in the facility, both during operation and between bursts. The dose rates are computed for workers, regarding to maintenance and handling, and also for optical systems, regarding to damage. Furthermore, we have performed a waste management assessment of all the components inside the target bay. Results indicate that remote maintenance is mandatory in some areas. The small beam penetrations in the shields are responsible for some high doses in some specific locations. With regards to optics, the residual doses are as high as prompt doses. It is found that the whole target bay may be fully managed as a waste in 30 years by recycling and/or clearance, with no need for burial.

An approach to stakeholders involvement in the preparedness for nuclear and radiological emergency response & recovery in Spain

The elaboration of a generic decision-making strategy to address the evolution of an emergency situation, from the stages of response to recovery, and including a planning stage, can facilitate timely, effective and consistent decision making by the response organisations at every level within the emergency management structure and between countries, helping to ensure optimal protection of health, environment, and society. The degree of involvement of stakeholders in this process is a key strategic element for strengthening the local preparedness and response and can help a successful countermeasures strategy. A significant progress was made with the multi-national European project EURANOS (2004-2009) which brought together best practice, knowledge and technology to enhance the preparedness for Europe's response to any radiation emergency and long term contamination. The subsequent establishment of a European Technology Platform and the recent launch of the research project NERIS-TP ("Towards a self sustaining European Technology Platform (NERIS-TP) on Preparedness for Nuclear and Radiological Emergency Response and Recovery") are aimed to continue with the remaining tasks for gaining appropriate levels of emergency preparedness at local level in most European countries. One of the objectives of the NERIS-TP project is: Strengthen the preparedness at the local/national level by setting up dedicated fora and developing new tools or adapting the tools developed within the EURANOS projects (such as the governance framework for preparedness, the handbooks on countermeasures, the RODOS system, and the MOIRA DSS for long term contamination in catchments) to meet the needs of local communities. CIEMAT and UPM in close interaction with the Nuclear Safety Council will explore, within this project, the use and application in Spain of such technical tools, including other national tools and information and communication strategies to foster cooperation between local, national and international stakeholders. The aim is identify and involve relevant stakeholders in emergency preparedness to improve the development and implementation of appropriate protection strategies as part of the consequence management and the transition to recovery. In this paper, an overview of the "state of the art" on this area in Spain and the methodology and work Plan proposed by the Spanish group within the project NERIS to grow the stakeholder involvement in the preparedness to emergency response and recovery is presented.

DCE@urLAB: a dynamic contrast-enhanced MRI pharmacokinetic analysis tool for preclinical data

Background DCE@urLAB is a software application for analysis of dynamic contrast-enhanced magnetic resonance imaging data (DCE-MRI). The tool incorporates a friendly graphical user interface (GUI) to interactively select and analyze a region of interest (ROI) within the image set, taking into account the tissue concentration of the contrast agent (CA) and its effect on pixel intensity. Results Pixel-wise model-based quantitative parameters are estimated by fitting DCE-MRI data to several pharmacokinetic models using the Levenberg-Marquardt algorithm (LMA). DCE@urLAB also includes the semi-quantitative parametric and heuristic analysis approaches commonly used in practice. This software application has been programmed in the Interactive Data Language (IDL) and tested both with publicly available simulated data and preclinical studies from tumor-bearing mouse brains. Conclusions A user-friendly solution for applying pharmacokinetic and non-quantitative analysis DCE-MRI in preclinical studies has been implemented and tested. The proposed tool has been specially designed for easy selection of multi-pixel ROIs. A public release of DCE@urLAB, together with the open source code and sample datasets, is available at http://www.die.upm.es/im/archives/DCEurLAB/ webcite.

Registration and fusion of contrast-enhanced MRI myocardial substrate maps and X-ray angiograms

The aim of this work is to provide the necessary methods to register and fuse the endo-epicardial signal intensity (SI) maps extracted from contrast-enhanced magnetic resonance imaging (ceMRI) with X-ray coronary ngiograms using an intrinsic registrationbased algorithm to help pre-planning and guidance of catheterization procedures. Fusion of angiograms with SI maps was treated as a 2D-3D pose estimation, where each image point is projected to a Plücker line, and the screw representation for rigid motions is minimized using a gradient descent method. The resultant transformation is applied to the SI map that is then projected and fused on each angiogram. The proposed method was tested in clinical datasets from 6 patients with prior myocardial infarction. The registration procedure is optionally combined with an iterative closest point algorithm (ICP) that aligns the ventricular contours segmented from two ventriculograms.

Design of a new neutron delivery system for high flux source

La construcción en la actualidad de nuevas fuentes para el uso de haces de neutrones así como los programas de renovación en curso en algunas de las instalaciones experimentales existentes han evidenciado la necesidad urgente de desarrollar la tecnología empleada para la construcción de guías de neutrones con objeto de hacerlas mas eficientes y duraderas. Esto viene motivado por el hecho de que varias instalaciones de experimentación con haces de neutrones han reportado un número de incidentes mecánicos con tales guías, lo que hace urgente el progresar en nuestro conocimiento de los susbtratos vítreos sobre los cuales se depositan los espejos que permiten la reflexión total de los neutrones y como aquellos se degradan con la radiación. La presente tesis se inscribe en un acuerdo de colaboración establecido entre el Institut Max von Laue - Paul Langevin (ILL) de Grenoble y el Consorcio ESS-Bilbao con objeto de mejorar el rendimiento y sostenibilidad de los sistemas futuros de guiado de neutrones. El caso de la Fuente Europea de Espalación en construcción en Lund sirve como ejemplo ya que se contempla la instalación de guías de neutrones de más de 100 metros en algunos de los instrumentos. Por otro lado, instalaciones como el ILL prevén también dentro del programa Endurance de rejuvenecimiento la reconstrucción de varias líneas de transporte de haz. Para el presente estudio se seleccionaron cuatro tipos de vidrios borosilicatados que fueron el Borofloat, N-ZK7, N-BK7 y SBSL7. Los tres primeros son bien conocidos por los especialistas en instrumentación neutrónica ya que se han empleado en la construcción de varias instalaciones mientras que el último es un candidato potencial en la fabricación de substratos para espejos neutrónicos en un futuro. Los cuatro vidrios tiene un contenido en óxido de Boro muy similar, approximadamente un 10 mol.%. Tal hecho que obedece a las regulaciones para la fabricación de estos dispositivos hace que tales substratos operen como protección radiológica absorbiendo los neutrones transmitidos a través del espejo de neutrones. Como contrapartida a tal beneficio, la reacción de captura 10B(n,_)7Li puede degradar el substrato vítreo debido a los 2.5 MeV de energía cinética depositados por la partícula _ y los núcleos en retroceso y de hecho la fragilidad de tales vidrios bajo radiación ha sido atribuida desde hace ya tiempo a los efectos de esta reacción. La metodología empleada en esta tesis se ha centrado en el estudio de la estructura de estos vidrios borosilicatados y como esta se comporta bajo condiciones de radiación. Los materiales en cuestión presentan estructuras que dependen de su composición química y en particular del ratio entre formadores y modificadores de la red iono-covalente. Para ello se han empleado un conjunto de técnicas de caracterización tanto macro- como microscópicas tales como estudios de dureza, TEM, Raman, SANS etc. que se han empleado también para determinar el comportamiento de estos materiales bajo radiación. En particular, algunas propiedades macroscópicas relacionadas con la resistencia de estos vidrios como elementos estructurales de las guías de neutrones han sido estudiadas así como también los cambios en la estructura vítrea consecuencia de la radiación. Para este propósito se ha diseñado y fabricado por el ILL un aparato para irradiación de muestras con neutrones térmicos en el reactor del ILL que permite controlar la temperatura alcanzada por la muestra a menos de 100 °C. Tal equipo en comparación con otros ya existences permite en cuestión de dias acumular las dosis recibidas por una guía en operación a lo largo de varios años. El uso conjunto de varias técnicas de caracterización ha llevado a revelar que los vidrios aqui estudiados son significativamente diferentes en cuanto a su estructura y que tales diferencias afectan a sus propiedades macroscópicas asi como a su comportamiento bajo radiación. Tal resultado ha sido sorprendente ya que, como se ha mencionado antes, algunos de estos vidrios eran bien conocidos por los fabricantes de guías de neutrones y hasta el momento eran considerados prácticamente similares debido a su contenido comparable en óxido de Boro. Sin embargo, los materiales N-BK7 and S-BSL7 muetran gran homogeneidad a todas las escalas de longitud, y más específicamente, a escalas nanométricas las subredes de Sílice y óxido de Boro se mezclan dando logar a estructuras locales que recuerdan a la del cristal de Reedmergnerita. Por el contrario, N-ZK7 y Borofloat muestran dominios separados ricos en Sílice o Boro. Como era de esperar, las importantes diferencias arriba mencionadas se traducen en comportamientos dispares de estos materiales bajo un haz de neutrones térmicos. Los resultados muestran que el N-BK7 y el S-BSL7 son los más estables bajo radiación, lo que macroscópicamente hace que estos materiales muestren un comportamiento similar expandiéndose lentamente en función de la dosis recibida. Por el contario, los otros dos materiales muestran un comportamiento mucho más reactivo, que hace que inicialmente se compacten con la dosis recibida lo que hace que las redes de Silicio y Boro se mezclen resultando en un incremento en densidad hasta alcanzar un valor límite, seguido por un proceso de expansión lenta que resulta comparable al observado para N-BK7 y SBSL7. Estos resultados nos han permitido explicar el origen de las notorias diferencias observadas en cuanto a las dosis límite a partir de las cuales estos materiales desarrollan procesos de fragmentación en superficie. ABSTRACT The building of new experimental neutron beam facilities as well as the renewal programmes under development at some of the already existing installations have pinpointed the urgent need to develop the neutron guide technology in order to make such neutron transport devices more efficient and durable. In fact, a number of mechanical failures of neutron guides have been reported by several research centres. It is therefore important to understand the behaviour of the glass substrates on top of which the neutron optics mirrors are deposited and how these materials degrade under radiation conditions. The case of the European Spallation Source (ESS) at present under construction at Lund is a good example. It previews the deployment of neutron guides having more than 100 metres of length for most of the instruments. Also, the future renovation programme of the ILL, called Endurance, foresees the refurbishment of several beam lines. This Ph.D. thesis was the result of a collaboration agreement between the ILL and ESS-Bilbao aiming to improve the performance and sustainability of future neutron delivery systems. Four different industrially produced alkali-borosilicate glasses were selected for this study: Borofloat, N-ZK7, N-BK7 and SBSL7. The first three are well known within the neutron instrumentation community as they have already been used in several installations whereas the last one is at present considered as a candidate for making future mirror substrates. All four glasses have a comparable content of boron oxide of about 10 mol.%. The presence of such a strong neutron absorption element is in fact a mandatory component for the manufacturing of neutron guides because it provides a radiological shielding for the environment. This benefit is however somewhat counterbalanced since the resulting 10B(n,_)7Li reactions degrade the glass due to the deposited energy of 2.5 MeV by the _ particle and the recoil nuclei. In fact, the brittleness of some of these materials has been ascribed to this reaction. The methodology employed by this study consisted in understanding the general structure of borosilicates and how they behave under irradiation. Such materials have a microscopic structure strongly dependent upon their chemical content and particularly on the ratios between network formers and modifiers. The materials have been characterized by a suite of macroscopic and structural techniques such as hardness, TEM, Raman, SANS, etc. and their behaviour under irradiation was analysed. Some macroscopic properties related to their resistance when used as guide structural elements were monitored. Also, changes in the vitreous structure due to radiation were observed by means of several experimental tools. For such a purpose, an irradiation apparatus has been designed and manufactured to enable irradiation with thermal neutrons within the ILL reactor while keeping the samples below 100 °C. The main advantage of this equipment if compared to others previously available was that it allowed to reach in just some days an equivalent neutron dose to that accumulated by guides after several years of use. The concurrent use of complementary characterization techniques lead to the discovery that the studied glasses were deeply different in terms of their glass network. This had a strong impact on their macroscopic properties and their behaviour under irradiation. This result was a surprise since, as stated above, some of these materials were well known by the neutron guide manufacturers, and were considered to be almost equivalent because of their similar boron oxide content. The N-BK7 and S-BSL7 materials appear to be fairly homogeneous glasses at different length scales. More specifically, at nanometre scales, silicon and boron oxide units seem to mix and generate larger structures somewhat resembling crystalline Reedmergnerite. In contrast, N-ZK7 and Borofloat are characterized by either silicon or boron rich domains. As one could expect, these drastic differences lead to their behaviour under thermal neutron flux. The results show that N-BK7 and S-BSL7 are structurally the most stable under radiation. Macroscopically, such stability results in the fact that these two materials show very slow swelling as a function or radiation dose. In contrast, the two other glasses are much more reactive. The whole glass structure compacts upon radiation. Specifically, the silica network, and the boron units tend to blend leading to an increase in density up to some saturation, followed by a very slow expansion which comes to be of the same order than that shown by N-BK7 and S-BSL7. Such findings allowed us to explain the drastic differences in the radiation limits for macroscopic surface splintering for these materials when they are used in neutron guides.

Shift in speed selectivity of visual cortical neurons: A neural basis of perceived motion contrast

The perceived speed of motion in one part of the visual field is influenced by the speed of motion in its surrounding fields. Little is known about the cellular mechanisms causing this phenomenon. Recordings from mammalian visual cortex revealed that speed preference of the cortical cells could be changed by displaying a contrast speed in the field surrounding the cell’s classical receptive field. The neuron’s selectivity shifted to prefer faster speed if the contextual surround motion was set at a relatively lower speed, and vice versa. These specific center–surround interactions may underlie the perceptual enhancement of speed contrast between adjacent fields.

A perceptual memory for low-contrast visual signals

Detection of a visual signal can be facilitated by simultaneous presentation of a similar subthreshold signal. Here we show that the facilitatory effect of a subthreshold signal can persist for more than 16 s. Presenting a near-threshold Gabor signal (prime) produced a phase-independent increase in contrast sensitivity (40%) to similar successive signals (target) for a period of up to 16 s. This effect was obtained only when both prime and target were presented to the same eye. We further show that the memory trace is inactivated by presenting high-contrast signals before the target. These results suggest that activated neurons in the primary visual cortex retain a near-threshold memory trace that persists until reactivated.

Chromatic contrast in luminance-defined images affects performance and neural activity during a shape classification task

Funded by BBSRC funded grant, BB/H019731/1.

Diagnostic ultrasound activation of contrast agent gas bodies induces capillary rupture in mice

Interaction of diagnostic ultrasound with gas bodies produces a useful contrast effect in medical images, but the same interaction also represents a mechanism for bioeffects. Anesthetized hairless mice were scanned by using a 2.5-MHz transducer (610-ns pulses with 3.6-kHz repetition frequency and 61-Hz frame rate) after injection of Optison and Evans blue dye. Petechial hemorrhages (PHs) in intestine and abdominal muscle were counted 15 min after exposure to characterize capillary rupture, and Evans blue extravasation was evaluated in samples of muscle tissue. For 5 ml⋅kg-1 contrast agent and exposure to 10 alternating 10-s on and off periods, PH counts in muscle were approximately proportional to the square of peak negative pressure amplitude and were statistically significant above 0.64 MPa. PH counts in intestine and Evans blue extravasation into muscle tissue were significant above 1.0 MPa. The PH effect in muscle was proportional to contrast dose and was statistically significant for the lowest dose of 0.05 ml⋅kg-1. The effects decreased nearly to sham levels if the exposure was delayed 5 min. The PH effect in abdominal muscle was significant and statistically indistinguishable for uninterrupted 100-s exposure, 10-s exposure, 100 scans repeated at 1 Hz, and even for a single scan. The results confirms a previous report of PH induction by diagnostic ultrasound with contrast agent in mammalian skeletal muscle [Skyba, D. M., Price, R. J., Linka, A. Z., Skalak, T. C. & Kaul, S. (1998) Circulation 98, 290–293].

Dynamic contrast-enhanced magnetic resonance imaging reveals stress-induced angiogenesis in MCF7 human breast tumors.

The mechanism of contrast enhancement of tumors using magnetic resonance imaging was investigated in MCF7 human breast cancer implanted in nude mice. Dynamic contrast-enhanced images recorded at high spatial resolution were analyzed by an image analysis method based on a physiological model, which included the blood circulation, the tumor, the remaining tissues, and clearance via the kidneys. This analysis enabled us to map in rapidly enhancing regions within the tumor, the capillary permeability factor (capillary permeability times surface area per voxel volume) and the fraction of leakage space. Correlation of these maps with T2-weighted spin echo images, with histopathology, and with immunohistochemical staining of endothelial cells demonstrated the presence of dense permeable microcapillaries in the tumor periphery and in intratumoral regions that surrounded necrotic loci. The high leakage from the intratumoral permeable capillaries indicated an induction of a specific angiogenic process associated with stress conditions that cause necrosis. This induction was augmented in tumors responding to tamoxifen treatment. Determination of the distribution and extent of this stress-induced angiogenic activity by contrast-enhanced MRI might be of diagnostic and of prognostic value.

Injetor intravascular de CO2: estudo in vivo de viabilidade inicial do dispositivo e de qualidade de imagem

INTRODUÇÃO: Durante procedimentos endovasculares, estão presentes os riscos relacionados ao uso dos contrastes iodados, tais como a nefropatia por contraste, uma vez que é fundamental o emprego de um meio de contraste para a obtenção das imagens radiológicas vasculares. A injeção intravascular de gás CO2 purificado é reconhecidamente uma alternativa relativamente mais segura ao contraste iodado, contudo, seu manuseio artesanal pode também trazer dificuldades técnicas e riscos aos pacientes. Para contemplar estas questões, foi desenvolvido o protótipo de um injetor intravascular de CO2 medicinal, microprocessado, dedicado à obtenção de imagens angiográficas. OBJETIVOS: Realizar os testes de viabilidade técnica inicial do protótipo em modelo in vivo. MÉTODOS: Realizar a angioplastia da artéria renal esquerda de 10 porcos, divididos em 2 grupos: Grupo 1 (n=5) injeção de contraste iodado, Grupo 2 (n=5) injeção de CO2 através do protótipo. Monitorização clínica e laboratorial dos animais no pré, intra e pós-operatório, com exames de função renal na véspera e 48h após os procedimentos e 3 gasometrias arteriais seriadas no intra-operatório. Observação clínica foi mantida por 48h no pós- operatório. RESULTADOS: Os procedimentos de angioplastia com CO2 foram realizados com sucesso técnico de 100%, sem necessidade de complementação com injeção de contraste iodado no Grupo 2. Não foram identificadas falhas no protótipo em funcionamento. Não foram identificadas alterações clínicas ou radiológicas sugestivas de contaminação por ar ambiente do sistema de CO2 e nem alterações laboratoriais nos animais. As imagens angiográficas obtidas no Grupo 2 foram consideradas, numa avaliação subjetiva, relativamente inferiores às imagens obtidas no Grupo 1. DISCUSSÃO: A qualidade inferior de imagem no Grupo 2 pode ser atribuída ao equipamento de fluoroscopia utilizado, com software desatualizado em relação aos equipamentos atuais, que incluem pré-configurações para angiografia com CO2; no entanto, ainda assim todos os procedimentos propostos no Grupo 2 foram realizados com sucesso técnico, o que nos leva a classificar as imagens deste grupo 2 como satisfatórias. O manuseio do aparelho mostrou-se ágil e eficiente, com a programação dos parâmetros sendo realizada com facilidade através do visor \"touch screen\", comparativamente superior ao método artesanal de injeção de CO2 com seringas em selo d\'água. CONCLUSÕES: O protótipo do aparelho injetor intravascular de CO2 funcionou de forma adequada durante os testes e as imagens obtidas permitiram a compleição com sucesso dos procedimentos. Portanto, os resultados positivos obtidos sugerem que o equipamento é tecnicamente viável

Effective Surface Water Quality Policies: A Contrast of Policies in the United States and the European Union

The United States and the European Union each have their own policy approach to protect surface water quality. Both policy approaches are similar in many ways. Both rely heavily on command and control. However, there are differences in the application of the details. Both the U.S. and E.U. began current efforts to protect surface water quality in the 1970s, yet quality continues to less than desired in both places. Both have reduced point source pollutants but have had difficulty controlling non-point source pollutants even though policies have been in place for many decades. The successes and failures of the two policies are studied in this project to determine which aspects of both policies will best protect surface water quality in an increasingly complex future.

Radiological impact of cement, concrete and admixtures in Spain

It has been analyzed samples of portland cement (PC) with and without admixtures, samples of calcium aluminate cement (CAC) with different content of Al2O3 and specimens of concrete made with PC and CAC using High Resolution Gamma Spectrometry. The activity concentration index (I) is much less than 0.5 mSv y-1 for all the concrete specimens according to the Radiation protection document 112 of the European Commission. The PC without admixtures (CEM I 52,5 R) and the PC with addition of limestone (CEM II/BL 32,5 N) also have an I value much lower than 0.5 and the PC with the addition of fly ash and blast furnace slag (CEM IV/B (V) 32,5 N and III/A 42.5 N/SR) have an I value close to 0.6. The I value of the CAC used in the manufacture of structural precast concrete is of the order of 1 mSv y-1. Some of the CAC used in refractory concrete reaches a value close to 2 mSv y-1.